study of steels suitable for reactor pressure vessel

17
Study of steels Study of steels suitable for reactor suitable for reactor pressure vessel pressure vessel Marek Kovář [email protected] (Tomáš Peták) Fyzikální seminář ZS (13.10.2011)

Upload: hilde

Post on 07-Jan-2016

73 views

Category:

Documents


12 download

DESCRIPTION

Study of steels suitable for reactor pressure vessel. Marek Ková ř [email protected] (Tomáš Peták). Fyzikální seminář ZS (13.10.2011). Reactor pressure vessel VVER (440 and 1000) Charpy hammer Transition curve C omparison of transition temperature Lifetime calculation Microscopy - PowerPoint PPT Presentation

TRANSCRIPT

Page 1: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Study of steels suitable Study of steels suitable for reactor pressure for reactor pressure

vesselvessel

Marek Kovář

[email protected]

(Tomáš Peták)

Fyzikální seminář ZS (13.10.2011)

Page 2: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

• Reactor pressure vessel VVER (440 and 1000) • Charpy hammer • Transition curve• Comparison of transition temperature• Lifetime calculation• Microscopy• Surveillance program of VVER (440 and 1000)• Conclusion

Abstract

Page 3: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Reactor pressure vessel VVER

Page 4: Study of steels suitable for reactor pressure vessel
Page 5: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Development of cascades in timeDevelopment of cascades in time

Převzato od Ing.Štěpána Válka

Only very few defects survive!

Page 6: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Charpy hammer

Page 7: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Charpy hammer

Page 8: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Transition curveTransition curve

Cr24VMoV5-5 15Ch2MFA

Temp. (°C)

E (J)KCV

(J/cm2)Temp. (°C)

E (J)KCV

(J/cm2)

-15 14 17.5 -180 3 3.7

24 25 31.2 -65 11 13.7

24 27 33.7 -30 8 10

50 40 50 -20 41 51.2

50 42 52.5 -10 37 46.2

60 42 52.5 0 45 56.2

65 49 61.2 0 50 62.5

100 60 75 10 91 113.7

100 64 80 20 134 167.5

130 56 40 20 144,5 180.6

160 62 77.5 40 132 165

250 60 75 95 124 155

Page 9: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Transition temperature

0

20

40

60

80

100

120

140

160

-180 -150 -120 -90 -60 -30 0 30 60 90 120 150 180 210 240 270

Teplota [°C]

En

erg

ie [

J] 15Ch2MFA

24CrMoV5

24CrMoV5

15Ch2MFA

Page 10: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Experimental reactor

Page 11: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Transition temperature (15Ch2MFA)

0

20

40

60

80

100

120

140

160

-100 -80 -60 -40 -20 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180

Teplota [°C]

En

erg

ie [

J]

Unir.

Unir.

Ir.

Ir.

Page 12: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

0

20

40

60

80

100

120

140

160

-90 -70 -50 -30 -10 10 30 50 70 90 110 130 150 170 190 210 230 250 270

Teplota [°C]

En

erg

ie [

J]

Ir.

Ir.th.

Unir.

Lifetime calculation

∆Tf= Af (F.10-22)1/3

s konstantou Af=25 a použitým neutronovým tokem 1,2x10^13m-2.s-1

(odhadem snížen o stínění vody (moderací) a stíněním materiálu)

K výpočtu teoretického posunu přechodové křivky se používá:

Použitím jednoduché rovnice:

Tk=Tk0+∆Tf

získáme celkový posun :

Tk0 …… počáteční přechodová T

∆Tf……. Rozdíl teploty po ozáření

F ……… fluence

Čas Posun (∆T)(°C)

1 rok 39

2 roky 49

5 let 66

10 let 83

15 let 96

20 let 105

25 let 113

30 let 121

35 let 127

40 let 133

Page 13: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Reactor pressure vessel VVER 440

MateriálMateriál CC MnMn SiSi PP SS CrCr NiNi MoMo VV CuCu CoCo AsAs

15Ch2MFA15Ch2MFA0,130,130,180,18

0,30,30,60,6

0,170,170,370,37

maxmax0,0250,025

maxmax0,0250,025

2,52,53,03,0

maxmax0,40,4

0,60,60,80,8

0,250,250,350,35

maxmax0,10,1

maxmax0,0090,009

maxmax0,0090,009

Page 14: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Surveillance program VVER 440 NPP Dukovany

V rámci SSP tři druhy zkušebních těles, a to:1) válcová o zkušebním průměru 3 mm pro zkoušky statickým tahem;

2) z hranolků o rozměrech 10x10x14 mm se metodou rekonstituce pomocí svařování elektronovým paprskem zhotoví následující dva typy těles:

a) typ Charpy-V pro zkoušky vrubové houževnatosti rázem

b) typ TPB (s nakmitáním - nacyklováním únavové trhliny po ozáření) pro zkoušky lomové houževnatosti při statickém zatížení

Page 15: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Acknowledgments

• Ing. Štepán Válek, PhD. and Ing.Tomáš Skiba, PhD.

• Doc. Petr Haušild, CSc. (KMAT FJFI)

• Ing. Dana Drábová, PhD. (SÚJB)

• Ing. Pavel Šimák and Ing. Miloš Štěpanovský (JE Temelín)

• Doc. Pavel Svoboda, CSc. (MatFyz UK)

• RNDr. Petr Lukáš, PhD. and Ing. Přemysl Beran, PhD. (ÚJF)

• Ing. Martin Ruščák, CSc. (ÚJV)

• Ing. Jan Zdebor, PhD. and Ing. Radek Konop (Škoda JS)

Page 16: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Reference[1] V. Jareš: Metalografie ocele. ČSAV, Praha 1960

[2] Filípek J.: Dynamický fázový a strukturní diagram Fe-Fe3C.: www.essentia.cz, 20.5.2008

[3] I. Saul: Stereologie vnitřní struktury objektů. Academia, Praha 1984

[4] J. Sodomka: Zkoušení a zpracování kovů slitin. ČVUT v Praze 1981

[5] Zkouška rázem v ohybu podle Charpyho – Část 1: Zkušební metoda (V a U vruby). ČSN EN 10045-1: 1998

[6] SKÁLOVÁ, J., KOUTSKÝ, J., MOTYČKA, V.: Nauka o materiálech. Plzeň: ZČU, 2003. ISBN 80-7043-244-6

[7] ZEMANDL, M.: Fraktografie únavových lomů kovových materiálů při mechanickém namáhání, Plzeň: ZČU, 2002.

[8] Ptáček Luděk a kolektiv: Nauka o materiálu I., Akademické nakladatelství CERM 2003, Brno

[9] FREI Václav: Fyzika pevných látek, Tisk, knižní výroba 1979, Brno

[10] European Commission: Euratom FP7 Research & Training Projects Volume 1, Office for Official Publications pf the

European Communities, Luxembourg 2009

[11] European Commission: The sustainable Nuclear Energy Technology Platform – A vision report, Office for Official

Publications pf the European Communities, Luxembourg 2007

[12] SNETP: Strategic Research Agenda, www.snetp.eu, Květen 2009

[13] Asociace strojních inženýrů: Normativně technická dokumentace, Praha a Brno 2004

[14] IAEA: Integrity of Reactor Pressure Vessels in Nuclear Power Plants: Assessment of Irradiation Embrittlement Effects

in Reactor Pressure Vessel Steels, Vienna 1995

[15] IAEA: Application of surveillance programme results to reactor pressure vessel integrity assessment, Vienna 2004

[16] Miloš Kytka, Milan Brumovský: PROGRAMY SVĚDEČNÝCH VZORKŮ TNR, Praha 2008

[17] Miloš Kytka, Milan Brumovský: Materials used for the design and construction of WWER components, Praha 2008

Page 17: Study of steels suitable for reactor pressure vessel

Thank youfor your attention!!!